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Análisis de las incertidumbres involucradas en el proceso de monitoreo con sondas de NaI(T l) de laincorporación de 131I usando el metodo Monte Carlo GEANT4

Trabajo final de maestría en Física Médica

Ricardo Muñoz Ibañ[email protected]

Director:Luis Agulles Pedrós, Dr. rer. nat

Profesor asociado, Universidad Nacional de Colombia, Bogotá

Codirector:Nathaly Barbosa Parada, Ms

Física Médica, Instituto Nacional de Cancerología, E.S.E.

Universidad Nacional De ColombiaFacultad de Ciencias, Departamento de Física

Bogotá, Colombia2015

Luis Agulles Pédros, Dr. rer. [email protected]

DIRECTORProfesor asociado, Departamento de Física

Universidad Nacional De Colombia

Nathaly Barbosa Parada, [email protected]

CODIRECTORFísica Médica en Medicina Nuclear

Instituto Nacional De Cancerologia E. S. E.

Resumen

En este trabajo se muestra el proceso seguido para simular un detector de NaI(Tl) usando el método MonteCarlo GEANT ≠ 4 y se analiza la influencia de algunos parámetros relacionados con la geometría de me-dida, tanto en la respuesta del detector, como en la incertidumbre obtenida al estimar la dosis equivalentecomprometida. Los parámetros geometricos analizados en el trabajo son comparados con la geometría decalibración de la sonda y fueron la distancia phantom-detector, el desplazamiento horizontal del phantomcon respecto al eje del detector, la profundidad de la fuente dentro del phantom y la rotación del phantom.Como resultado principal se obtiene una incertidumbre para la dosis efectiva comprometidad del 12% y seplanean algunas recomendaciones para la optimización del protocolo de monitoreo de incorporación de 131Iestablecido en el Instituto Nacional de Cancerología E. S. E. (INC).

CONTENIDO

RESUMEN V

CONTENIDO VII

LISTA DE FIGURAS IX

LISTA DE TABLAS XI

LISTA DE ABREVIATURAS XIII

INTRODUCCIÓN 1

1. Aspectos teóricos 3

1.1. Exposición a la radiación . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3

1.2. Isótopos radioactivos del yodo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 4

1.2.1. El yodo 131 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.2.1.1. Producción y características químicas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.2.1.2. Características físicas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.2.1.3. Características biológicas: modelo biocinético . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.3. Protocolos de monitoreo individual para incorporación de yodo . . . . . . . . . . . . . . . . 6

1.3.1. Parámetros de referencia . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6

1.3.2. Métodos de medición . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7

1.3.3. Protocolos de monitoreo para incorporación de yodo. . . . . . . . . . . . . . . . . . 7

1.3.3.1. Protocolo de monitoreo en el INC . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

1.4. Sondas de captación de NaI(tl) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

1.4.1. Principios físicos de funcionamiento . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

VIII CONTENIDO

1.4.1.1. Interacción de fotones con la materia . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

1.4.1.2. Detectores de centelleo: mecanismo de funcionamiento . . . . . . . . . . 9

1.4.2. Yoduro de sodio dopado con talio (NaI(T l)) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10

1.4.3. Espectrometría con detectores de NaI(T l) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10

1.5. Incertidumbres en el monitoreo del 131I usando sondas de captación con cristales de NaI(T l) 11

1.6. Magnitudes dosimetricas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12

2. Simulación de una sonda de captación con cristal de NaI(T l) 15

2.1. Códigos Monte Carlo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15

2.1.1. Formulación general de Monte Carlo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 16

2.1.2. El código Monte Carlo GEANT ≠4 y ROOT . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

2.2. Simulación del proceso de monitoreo del 131I . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

2.2.1. Proceso de calibración de la sonda de captación . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

2.2.1.1. Materiales y equipos . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17

2.2.1.2. Procedimiento de calibración . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19

2.2.2. Geometría simulada . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

2.2.3. Física utilizada y generadores primarios . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

2.3. Validación de la simulación . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

2.3.1. Ajuste en resolución para el espectro . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 21

2.3.2. Variación de la configuración geométrica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22

2.3.3. Estimación del error relativo en el método Monte Carlo . . . . . . . . . . . . . . . 22

3. Resultados y análisis 23

3.1. Validación de la simulación . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23

3.2. Variación de la geometría de conteo . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

3.2.1. Variación de la distancia phantom-detector . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

3.2.2. Desplazamiento horizontal del phantom respecto al detector . . . . . . . . . . . . . 26

3.2.3. Rotación de la fuente . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

3.2.4. Variación del tejido sobrepuesto . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28

3.3. Análisis de la incertidumbre en el calculo de la dosis efectiva comprometida . . . . . . . . . 29

4. Conclusiones y recomendaciones 31

BIBLIOGRAFÍA 33

LISTA DE FIGURAS

1.1. Esquema de decaimiento simplificado para el 131I (Imagen tomada de “POWSNER R., PAL-MER M., POWSNER E. Essentials of nuclear medicine physics and instrumentation. 3ed. 2013.”[1]) 5

2.1. Sistema de detección CAPTUS 3000 y colimador (Imagen adaptada a partir de “CAPINTEC,INC. Captus. Family of thyroid uptakes.”) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18

2.2. Phantom ANSI/IAEA y sus dimensiones(Imagen tomada de Ghare V. et al. COUNTINGEFFICIENCY OF WHOLE-BODY MONITORING SYSTEM USING BOMAB AND AN-SI/IAEA THYROID PHANTOM DUE TO INTERNAL CONTAMINATION OF 131I, Ra-diation Protection Dosimetry, 2013[2]) . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 18

2.3. Geometría simulada en GEANT ≠4 para el sistema detector-tiroides. . . . . . . . . . . . . 21

3.1. Espectro experimental obtenido en la geometría de calibración para el 133Ba. En el recuadrosuperior se muestra el espectro en la ventana de energía usada para el proceso de obtencióndel factor de calibración de la sonda. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24

3.2. Comparación del espectro experimental y del espectro simulado en el rango de energía co-rrespondiente a la ventana usada en el proceso de calibración de la sonda. . . . . . . . . . . 25

3.3. Vista lateral de los puntos extremos tomados para la distancia phantom-detector. El intervalode variación fue en el intervalo fue 1cm . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

3.4. Razón de conteo en función de la distancia phantom-detector . . . . . . . . . . . . . . . . . 26

3.5. Vista superior de los puntos extremos tomados para el desplazamiento horizontal del phan-tom respecto al detector. El intervalo de variación fue de 1cm. . . . . . . . . . . . . . . . . 26

3.6. Razón de conteo en el detector con respecto a la geometría de calibración en función deldesplazamiento horizontal del detector . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

3.7. Vista superior de la configuración geométrica utilizada para evaluar la influencia de la rota-ción del phantom. El ángulo se modificó entre estas dos posiciones en intervalos de 5

o . . . 28

3.8. Razón de conteo en función del ángulo de rotación del phantom . . . . . . . . . . . . . . . 28

3.9. Vista superior de la configuración geométrica con los puntos extremos usados para evaluarla influencia de la profundidad de la fuente en el phantom. La profundidad se cambio enintervalos de 0,5cm. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29

X LISTA DE FIGURAS

3.10. Eventos detectados en función del tedio sobrepuesto . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30

LISTA DE TABLAS

1.1. Características de los isótopos radioactivos del yodo mas usados en medicina nuclear[3, 4] . 4

1.2. Valores establecidos en la implementación del protocolo de monitoreo de los TOEs expuestosal 131I para un periodo de evaluación de 52 semanas[5]. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

2.1. Especificaciones del colimador presente en el sistema CAPTUS 3000. . . . . . . . . . . . . 18

2.2. Materiales usados en la simulación . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20

2.3. Posiciones utilizadas en la variación de la configuración geométrica . . . . . . . . . . . . . 22

3.1. Máximos porcentajes de variación para cada parámetro geométrico modificado . . . . . . . 29

LISTA DE ABREVIATURAS Y SÍMBOLOS

TOEs Trabajadores ocupacionalmente expuestos

CE Captura electronica

D Factor de decisión

FWHM Full width at half maximun

IAEA International Atomic Energy Agency

ICRP International Commision on Radiological Protection

INC Instituto Nacional de Canceroloía E. S. E.

NaI(T l) Yoduro de sodio dopado con talio

NDI Nivel derivado de investigacion

NDR Nivel derivado de registro

PMMA Polimetilmetacrilato

INTRODUCCIÓN

El uso de materiales radiactivos implica riesgos en la salud del personal que se encarga de la fabricación,manipulación y administración de los mismos. Esto hace necesario contar con mecanismos que permitanestimar la dosis de radiación a la que se exponen los trabajadores, para asegurar que no se sobrepasen loslímites establecidos en la regulación. Los mecanismos para cuantificar la dosis se reúnen en un conjunto deprocedimientos o protocolos que deben seguirse de manera rutinaria pero, antes de establecerlos, deben serevaluados diferentes aspectos que identifican las condiciones mas adecuadas para lograr cuantificar la dosis.Esto implica considerar, entre otras cosas, el tipo de exposición, el tipo de radiación que se desea monitorear,los equipos que deben usarse al cuantificar las cantidades necesarias para estimar la dosis y los errores eincertidumbres que se pueden generar en todo el proceso.

La producción y manipulación del 131I es uno de los casos en los que es común que se establezcan protocolosde monitoreo, ya que debido a su alta volatilidad el yodo radioactivo puede ingresar al cuerpo por diferentesmecanismos, dando lugar a grandes dosis de radiación. Por sus características biocineticas este material sedeposita principalmente en la glándula tiroides, y por tanto la dosis de radiación puede ser estimada a partirde la actividad del 131I presente en ese órgano.

Los protocolos de monitoreo para estimar la dosis por incorporación de 131I generalmente involucran eluso de sondas de captación equipadas con detectores de yoduro de sodio dopados con talio, NaI(Tl). El usode este tipo de detectores produce incertidumbres en las eficiencias de conteo, que se originan a partir dediferentes factores geométricos relacionados con el sistema (detector-tiroides) que se está midiendo, y quepor tanto se ven reflejados en la incertidumbre obtenida cuando se estima la dosis. Algunos de estos factoresson la distancia de la fuente al detector, el grosor del tejido sobrepuesto sobre la fuente y la ubicación yrotación de la fuente con respecto al eje del detector. Su ya mencionada influencia en la eficiencia de conteo,plantea la necesidad de realizar caracterizaciones del detector que permitan calcular la incertidumbre en ladosis estimada.

Teniendo en cuenta que el protocolo de monitoreo para el personal ocupacionalmente expuesto al 131I esta-blecido en el Instituto Nacional de Cancerología E. S. E. hace uso de un sistema con detector de NaI(T l),en este trabajo se realiza el proceso para simular un detector de este tipo usando el método MontecarloGEANT ≠ 4. Por medio de la simulación, se analiza la influencia de los diferentes parámetros menciona-dos anteriormente, tanto en la respuesta del detector, como en la incertidumbre obtenida al estimar la dosisefectiva comprometida, tal y como lo establecen los objetivos propuestos para el trabajo.

2 LISTA DE TABLAS

Objetivo general

Evaluar la influencia de las variaciones geométricas de un sistema detector-tiroides en la respuesta del detec-tor y en la dosis estimada a partir de protocolos de monitoreo de 131I , usando una simulación basada en elmétodo Monte Carlo GEANT4.

Objetivos específicos

1. Realizar una reseña sobre los aspectos físicos y procedimentales involucrados en los procesos de mo-nitoreo del personal ocupacionalmente expuesto al 131I , en un servicio de medicina nuclear.

2. Estudiar las características y los fundamentos físicos involucrados en el funcionamiento de un equipode monitoreo de tiroides típico, centrandose en el tipo de detector utilizado y los blindajes con los queeste cuenta, así como en los phantom y fuentes usadas en el proceso de calibración para el uso delmismo en el monitoreo del personal ocupacionalmente expuesto al 131I .

3. Simular la geometría y el funcionamiento de una sonda de captación de NaI(T l) y de un simuladorde tiroides usando el método Monte Carlo GEANT4.

4. Analizar, usando la simulación realizada, la influencia de factores como la distancia de la fuente aldetector, la ubicación de la fuente con respecto al eje del detector y el grosor del tejido sobrepuestosobre la fuente, en la respuesta del detector y en la incertidumbre obtenida al estimar la dosis efectivacomprometida.

Cap´ıtulo 1Aspectos teóricos

El proceso de monitoreo de la glándula tiroides no implica realizar análisis teóricos cada vez que se tomauna medición, pero si involucra un conjunto de definiciones, conceptos físicos, procedimientos, equipos ymateriales que deben conocerse, ya que a partir de los mismos se justifican e identifican los aspectos masrelevantes en todo el proceso. Teniendo en cuenta lo anterior, en este capítulo se muestra un breve tratamientoteórico de los aspectos mas relevantes involucrados en el proceso de monitoreo de la tiroides, de tal formaque se da la terminología necesaria y se identifican los factores que presentan importancia para el desarrollode la simulación realizada.

Inicialmente se dan algunas definiciones importantes que son fundamentales en el desarrollo de todo eltrabajo y se explican algunos aspectos relacionados con el 131I , como su mecanismo de producción, sus ca-racterísticas físicas y su modelo biocinético. Hecho esto se da paso a un análisis general de los protocolos demonitoreo del yodo y se muestran los aspectos mas importantes del protocolo establecido en el INC, el cualinvolucra el uso de un sistema con detector de yoduro de sodio. Esto nos lleva a analizar las característicasmas importantes del sistema de detección utilizado junto con los procesos físicos que este involucra, comolo son el mecanismo de funcionamiento de un centelleador, la interacción radiación materia y los efectos dela colimación del sistema sobre el detector. Finalmente se da la definición y método de calculo de la dosisefectiva comprometida, que es la cantidad radiológica que motiva el desarrollo de este trabajo.

1.1. Exposición a la radiación

La exposición a la radiación se puede clasificar a partir de diferentes características o situaciones, por ejemploun tipo de clasificación se da dependiendo de la ubicación de la fuente con respecto al cuerpo del individuo.En este caso se tienen dos tipos de exposición, la exposición externa, que es la que se produce a partir defuentes que se encuentran fuera del cuerpo, y la exposición interna, que se produce a partir de fuentes quese encuentran dentro del cuerpo. Otra forma de clasificar la exposición a la radiación es dividiéndola enexposición del publico, exposición médica y exposición ocupacional[6].

En el desarrollo de este trabajo no interesan las exposiciones internas y las ocupacionales. Estas ultimas son“todas las exposiciones de trabajadores que ocurren en el curso de su trabajo, con excepción de exposicionesexcluidas de las normas y exposiciones provenientes de practicas o fuentes exentas por las normas” [7]. Deotro lado se tiene que la exposición interna se da cuando un material radioactivo se incorpora dentro delorganismo, es decir que ingresa al cuerpo por ingestión, inhalación o a través de la piel [7].

4 CAPÍTULO 1. ASPECTOS TEÓRICOS

En el caso de los trabajadores ocupacionalmente expuestos (TOEs), la incorporación de radioisótopos pue-de darse bajo situaciones rutinarias o accidentales, por lo que se deben garantizar condiciones radiológicassatisfactorias y un nivel de seguridad aceptable en el lugar de trabajo[8]. Esto se logra mediante el estable-cimiento de programas de vigilancia radiológica que monitorean la incorporación de materiales radiactivosy que buscan determinar la dosis de radiación ocasionada por esa situación[8]. Un aspecto a tener en cuen-ta es que, dependiendo del tipo de material radiactivo involucrado, los programas de vigilancia radiológicapresentan variaciones, ya que las metodologías bajo las que son realizados deben ajustarse a las condicionesdel lugar de trabajo y deben tener en cuenta la potencial exposición del trabajador. Ejemplo de ello es elmonitoreo individual que en ocasiones debe realizarse sobre los TOEs que manipulan algunos de los isóto-pos del yodo, ya que dependiendo de la temperatura y de las condiciones químicas estos materiales puedenpresentar una alta volatilidad y pueden filtrarse a través de los materiales protectores, aumentando el riesgode inhalación durante su administración o durante los procesos de producción [9, 4].

1.2. Isótopos radioactivos del yodo

Algunos de los isótopos radioactivos del yodo son ampliamente utilizados en medicina nuclear, tanto paraobtener imágenes como para realizar terapias, ejemplo de ello son el 123I , el 125I y el 131I , de los cuales semuestran algunas de sus principales características y usos en la Tabla 1.1. La utilidad de estos isótopos en elárea de medicina nuclear radica en que son emisores de rayos “, los cuales, si están en rangos de energíaentre 50keV y 600keV , pueden atravesar los tejidos para ser detectados fuera del cuerpo usando sistemas deimágenes o de conteo [10, 11].

Dentro de los isótopos mencionados en la tabla 1.1, el 131I es el que presenta mayor riesgo de incorporación.Este hecho, sumado con su modo de decaimiento y con la energía de las radiaciones que emite, hace que esteisótopo del yodo sea el que presenta mayor radiotoxicidad, dando una justificación para el establecimientode protocolos de monitoreo que permitan estimar la dosis por la incorporación de 131I .

Isótopo Vida mediaModo de decaimiento

/ ProductoRadiación y energía media Algunas aplicaciones

131I 8,02 dıas —

≠ / 131Xe

— æ 606keV

“ æ 364keV (82%)“ æ 637keV (7%)

Evaluación de la función tiroideaImagen de tiroidesCancer diferenciado de tiroidesMetastasis de cancer de tiroides

Hipertiroidismo, neuroblastoma, tumores

carcinoides, paragangliomas no segregantes

125I 59,4 dıas CE / 125

T e “ æ 35,5keV (7%)Determinacion de volumen de plasma

Determinacion de rata de filtracion glomelurar

123I 13,22 h CE / 123

T e “ æ 159keV (83%)

Imagen de la glándula tiroidesMetastasis de cancer de tiroides

Neuroblastoma, tumores carcinoides,

neuroblastoma, paragangliomas no segregantes

Tabla 1.1: Características de los isótopos radioactivos del yodo mas usados en medicina nuclear[3, 4]

1.2. ISÓTOPOS RADIOACTIVOS DEL YODO 5

1.2.1. El yodo 131

1.2.1.1. Producción y características químicas

El 131I es normalmente obtenido como yoduro de sodio y bajo condiciones favorables entra en reacciones deoxidación en solución acuosa(dichas reacciones pueden ser aceleradas por calor o luz), produciendo formasvolátiles que incrementan el riesgo de incorporación por inhalación[4]. Este radionucleido se obtiene comoun subproducto de la fisión del uranio, pero también puede ser producido por activación con neutrones deltelurio. En ambos casos se obtiene 131Te, el cual decae a 131I , según las siguientes reacciones[4]:

235U(n,f)

131Te—

≠≠≠≠≠æ 131I (1.1)

130Te(n,“)

131Te—

≠≠≠≠≠æ 131I (1.2)

1.2.1.2. Características físicas

El 131I tiene 53 protones y 78 neutrones y decae con una vida media de 8,04 días. Su principal modo dedecaimiento se da por emisión de partículas —≠ seguidas de radiación “ a 364keV (82%) , 337keV (6,5%),284keV (5,8%) ó 80keV (2,6%)[11, 4]. En la figura 1.1 se muestra el esquema de decaimiento simplificadopara el 131I .

Figura 1.1: Esquema de decaimiento simplificado para el 131I (Imagen tomada de “POWSNER R., PALMERM., POWSNER E. Essentials of nuclear medicine physics and instrumentation. 3ed. 2013.”[1])

1.2.1.3. Características biológicas: modelo biocinético

El yodo es un elemento químico que cuando se incorpora al organismo es mayoritariamente captado enla glándula tiroides, la cual se encuentra ubicada en el cuello y esta formada por dos lóbulos elipsoidalesconectados por una estrecha franja de tejido llamada istmo. Su función es sintetizar y secretar dos hormonasque contienen yodo, la tiroxina y la triyodotironina, junto con una hormona adicional que es la calcitonina


[12, 4]. Las hormonas mencionadas son sintetizadas a partir del yodo ingerido por el individuo, el cual estomado de la sangre por las células epiteliales de la tiroides. De esta forma, la glándula tiroides almacenael yodo que se encuentra dentro del cuerpo en las hormonas que sintetiza, y es esta la razón por la que laincorporación de yodo deriva en altas dosis de radiación en la glándula tiroides[12, 13].

Según la publicación 78 del ICRP, para un adulto promedio sin patologías tiroideas, la biocinetica del yodose asume de la siguiente forma: “del yodo que alcanza la sangre, un 30% es acumulado en la glándulatiroides y el restante 70% es excretado directamente en la orina. El tiempo de vida biológico en la sangre estomado como 0,25 días, mientras que el yodo incorporado en las hormonas tiroideas abandona la glándulacon una vida media de alrededor de 80 días y penetra otros tejidos donde es retenido con una vida media de12 días. La mayor parte del yodo (80%) es liberado posteriormente y esta disponible en la circulación paraser captado por la glándula tiroides o para su excreción urinaria; el 20% restante es excretado en las hecesen forma orgánica [14]”

Considerando las características mencionadas en las tres ultimas secciones se tienen tres hechos relevantescon respecto al 131I , el primero es que debido a su alta volatilidad el riesgo de incorporación al producirlo ymanipularlo es alto, el segundo es que el órgano mas afectado por su incorporación es la glándula tiroides yel tercero es que la mayor parte de la radiación emitida son rayos “ con una energía de 365keV . Esto hechosdeterminan, por una parte, la importancia de la vigilancia radiológica sobre los TOEs que manipulan el 131I ,y por otra, los métodos y equipos utilizados para el monitoreo de la incorporación de dicho radionucleido.Los aspectos relacionados con los protocolos de monitoreo se analizan en la sección 1.3 mientras que lascaracterísticas de los equipos de monitoreo se tratan en las sección 1.4.

1.3. Protocolos de monitoreo individual para incorporación de yodo

Para estimar la dosis a la que se exponen los TOEs, originada por la incorporación de materiales radiactivos,se establecen protocolos de monitoreo acordes con las condiciones de trabajo y con las características de losradioisótopos involucrados. Al establecer estos procedimientos se deben determinar algunos parámetros dereferencia y se debe establecer un mecanismo de medida.

1.3.1. Parámetros de referencia

Las cantidades o parámetros de referencia mencionados en esta sección se usan como criterio para determinarlas acciones a seguir dependiendo de los valores que ellos tomen. Las definiciones dadas en la siguiente listason tomadas de la referencia [8] y se mencionan acá porque son una parte importante en el establecimientode un protocolo de monitoreo. Los valores de estos parámetros establecidos para el INC se muestran en latabla 1.2, pero no fueron determinados como parte de este trabajo, ya que el objetivo del mismo es otro.

1. Factor de decisión(D): se usa como criterio para determinar la necesidad de vigilancia radiológicaindividual, la cual será necesaria si el valor de D es mayor que uno.

2. Nivel de investigación: es el valor que toma una magnitud determinada(como la dosis) e indica quese debe realizar una investigación de las causas por las cuales esa magnitud es alcanzada o rebasada.Para la incorporación de radioisótopos esta relacionado con la dosis efectiva comprometida(Sec. 1.6).

3. Nivel de registro: es un valor de dosis, de exposición o de incorporación prescrito por la autoridadreguladora. Indica que cuando se alcanzan o se superan dichos valores por parte de los trabajadores,debe anotarse en su registro de exposición individual.

1.3. PROTOCOLOS DE MONITOREO INDIVIDUAL PARA INCORPORACIÓN DE YODO 7

4. Nivel derivados de investigación y de registro: los niveles derivados son niveles de referencia para losresultados de las mediciones que se realizan en los programas de vigilancia radiológica.

1.3.2. Métodos de medición

La incorporación de radionucleidos se puede determinar a partir de la medición de la actividad en muestrasbiológicas o físicas(métodos indirectos), o a partir de la medición directa de la actividad emitida desdeel interior del cuerpo(métodos directos). Los métodos directos e indirectos también son conocidos comomediciones in vivo y mediciones in vitro, respectivamente.

Las mediciones directas usan detectores externos que proporcionan la actividad del cuerpo o la actividadcaptada por un órgano. Dicha actividad es determinada a partir de las imágenes que proporciona el detector oa partir de la las cuentas que este ultimo registra. Esto limita las situaciones en las que pueden usarse, ya quela radiación emitida por el radionucleido incorporado debe ser suficientemente energética para ser detectadafuera del organismo[15, 8].

En el caso del monitoreo de incorporación de 131I en los TOEs, se pueden utilizar los dos tipos de métodos,dependiendo de las instalaciones y equipos con los que cuenta el centro. En general se tiene que este tipode procesos debe ser establecido por medio de protocolos que evalúen la necesidad de los mismos y que seajusten a las necesidades y exigencias de cada institución.

1.3.3. Protocolos de monitoreo para incorporación de yodo.

El establecimiento de un protocolo de monitoreo del personal ocupacionalmente expuesto puede resumirseen los siguiente pasos [16]:

1. Acciones previas:

Se analizan aspectos como los procedimientos e instalaciones, las condiciones de los trabajadores y eldiseño del plan de monitoreo. Esto implica tener en cuenta los siguientes factores:

a) número de trabajadores y procedimientos que realizanb) Distribución de las instalacionesc) Equipos disponibles para el monitoreod) Tipo de medición que se realizará y su frecuencia

2. Implementación:

Se realizan las medidas planteadas en el plan de monitoreo diseñado. Esto implica realizar las siguien-tes acciones:

a) Calibración del sistema de mediciónb) Medición de fondoc) Verificación de la calibraciónd) Medición del trabajador ya sea con un monitoreo in vitro(orina) o con un monitoreo in vi-

vo(tiroides)

3. Evaluación:

Se interpretan las mediciones realizadas lo cual implica el calculo de la incorporación y de la dosisefectiva comprometida


1.3.3.1. Protocolo de monitoreo en el INC

En el caso del INC se cuenta con una sonda de captación con cristal de yoduro de sodio, NaI(T l)(Sec. 1.4)y con un simulador de tiroides marca BIODEX(Sec. ??), el cual es el phantom recomendado por la IAEApara este tipo de procedimientos. Teniendo en cuenta esto, en estudios anteriores se evidenció la necesidaddel monitoreo de los TOEs y se estableció el protocolo de monitoreo para el personal ocupacionalmenteexpuesto al 131I . Los resultados de dicho trabajo se muestran en la tabla 1.2 [5]:

Resultados Valor calculadoFactor de decisión 10656Sv/anoNivel de registro 1923Bq

Nivel de investigación 4800BqNivel derivado de investigación(NDI) 912Bq

Nivel derivado de registro(NDR) 365BqTabla 1.2: Valores establecidos en la implementación del protocolo de monitoreo de los TOEs expuestos al131I para un periodo de evaluación de 52 semanas[5].

Según el protocolo establecido, las medidas sobre los TOEs se deben realizar con la sonda de captación.Estas medidas serán realizadas 24h después de la manipulación del yodo, ubicando la sonda de tal forma queapunte directamente hacia la glándula tiroides, durante 20 minutos, en un lugar con bajo fondo de radiacióny a una distancia de 1cm del extremo de la cubierta del detector[5, 17].

Considerando el tipo de procedimiento establecido en el protocolo de monitoreo del INC, en la siguiente sec-ción se muestran las principales características involucradas en el funcionamiento de una sonda de captacióncon cristal de NaI(T l) .

1.4. Sondas de captación de NaI(tl)

Los métodos in vivo para la cuantificación de radiación “ generalmente se basan en sistemas con detectoresde centelleo(Sec. 1.4.1.2). Estos usualmente utilizan un cristal centelleador solido de forma cilíndrica, juntocon un sistema electrónico asociado que proporciona la amplificación, el análisis de la altura y el conteo delos pulsos provenientes del detector[18].

Para el caso de monitoreo in vivo de la glándula tiroides son usados los sistemas de sonda de captación concristal de NaI(T l), los cuales son detectores montados sobre estaciones móviles que pueden ser orientadosy posicionados sobre el área de interés del paciente mediante el uso de un colimador de plomo. La electrónicade estos equipos normalmente incluye un analizador de canal único para la selección de energía y un contadordigital que graba el número de cuentas por segundo[11].

1.4.1. Principios físicos de funcionamiento

1.4.1.1. Interacción de fotones con la materia

Los fotones interactúan con la materia transfieriendole su energía a los núcleos y electrones que la componen.Este este hecho es el que se usa como base en los diferentes métodos de detección de la radiación, así comotambién es el causante de los efectos biológicos de la exposición a las radiaciones ionizantes. Dentro de los

1.4. SONDAS DE CAPTACIÓN DE NAI(TL) 9

mecanismos de interacción de los fotones con la materia mas relevantes para nuestro estudio se encuentranlos siguientes:

1. Efecto fotoeléctrico: en esta interacción el átomo absorbe completamente un fotón de energía h‹,despidiendo un electrón. Para que el electrón sea despedido del átomo el fotón debe tener una energíamayor a la energía, E, que liga el electrón al átomo. Si T es la energía dada al átomo en retroceso yse considera que el fotón se absorbe completamente, la energía del electrón despedido del átomo estadada por:

Ee

≠ = h‹0 ≠E ≠T (1.3)

2. Efecto Compton: es una interacción entre un fotón y un electrón débilmente ligado. En este procesode interacción el fotón incidente, con energía h‹0, es dispersado un ángulo „, mientras que el electrónsale despedido en una dirección ◊. La energía del fotón después de la interacción es h‹, es decir quela longitud de onda del fotón incidente es diferente de la del fotón dispersado. Si m0 es la masa delelectrón, la diferencia entre las dos longitudes de onda esta dada por la expresión:

�⁄ = m0c(1≠ cos„) (1.4)

3. Producción de pares: es una interacción en la que un fotón interactúa con el campo eléctrico de unapartícula cargada. En general la interacción del fotón se produce con el núcleo del átomo y se generaun par electrón-positrón. La ecuación de conservación de la energía para el proceso esta dada por:

hv0 = T+ +T≠ +2me

c (1.5)

En donde h‹0 es la energía del fotón incidente y T+ y T≠ son las energías del electrón y del positrónproducidos en la interacción.

En general la probabilidad de ocurrencia de cada una de estas interacciones depende de la energía de laradiación y del número atómico del material absorbente.

1.4.1.2. Detectores de centelleo: mecanismo de funcionamiento

Los detectores de centelleo son detectores que al interactuar con la radiación ionizante producen señaleselectrónicas a partir de destellos de luz emitidos desde un cristal. Como se menciono anteriormente, este tipode detectores es ampliamente usado en el conteo de rayos “, siendo el detector de yoduro de sodio dopadocon talio el mas comúnmente utilizado. El mecanismo de funcionamiento de un detector de centelleo comúnse describe a continuación:

Inicialmente los rayos “ atraviesan el cristal de centelleo e interactúan con sus átomos por los mecanis-mos usuales de interacción radiación materia. Como consecuencia de estas interacciones algunos electronesadquieren suficiente energía para pasar a la banda de conducción, dejando huecos en la banda de valencia,o para formar exitones, creando una banda de energía de exitones en la parte inferior de la banda de con-ducción. A partir de todos los procesos anteriores, en las impurezas del cristal se generan estados exitadosque surgen por la absorción de fotones, la captura de exitones o la captura sucesiva de exitones y huecos.El centelleo, o emisión de radiación electromagnética en el espectro visible, se origina cuando los átomosexcitados regresan a su estado base. Una vez que la radiación es emitida desde el cristal se dirige a un cátodo


fotosensible ubicado en un tubo fotomultiplicador en el que se liberan electrones, mas comúnmente conoci-dos como fotoelectrones. Por medio de un tubo fotomultiplicador, la corriente de fotoelectrones se amplificay es recolectada en el ánodo del tubo, produciendo un pulso de corriente que es proporcional a la energía delas partículas que interactuaron con el cristal[19].

Un aspecto a tener en cuenta con respecto al funcionamiento de los cristales de centelleo es que de la luzemitida la mayor parte proviene de transiciones en los átomos del activador, en el caso del NaI(T l) alrededordel 12% de la energía incidente aparece como luminiscencia proveniente del talio [12, 19].

1.4.2. Yoduro de sodio dopado con talio (NaI(T l))

Los detectores de yoduro de sodio dopados con talio son usados para la detección de fotones debido a su altadensidad (3,67g/cm3

) y al alto número atómico del yodo (Z = 53), lo cual los hace buenos absorbentesy muy eficientes para detectores de radiación penetrantes como rayos x y rayos “ en el rango de 50 a250keV ; adicional a esto son transparentes a su propia luz de centelleo por lo que se disminuyen las perdidaspor autoabsorción[11]. De otro lado, este tipo de detectores presenta una alta eficiencia en la producción defotones, ya que aproximadamente 20 a 30 fotones son producidos por 1keV de energía [20]. En el rango deenergías entre 50keV a 250keV el modo predominante de interacción es el efecto fotoeléctrico, mientrasque para energías mayores a 250keV es predominante el efecto Compton [11].

Algunas de las desventajas que presentan este tipo de detectores es que son higroscópicos, por lo que debeevitarse su exposición a ambientes húmedos, y que son muy frágiles ante esfuerzos térmicos o mecánicos[11]. Esta es una de la razones por las que normalmente el cristal de centelleo se encuentra herméticamentesellado dentro de algún material.

1.4.3. Espectrometría con detectores de NaI(T l)

La detección de la radiación con el uso de NaI(T l) se basa en el análisis de la señal electrónica generadapor el detector, ya que si la amplitud es proporcional a la energía de la radiación es posible contar lasinteracciones en un determinado rango de energías, o determinar la energía de la radiación incidente [11].Esto se logra con el análisis del espectro obtenido a partir de la interacción de la radiación con el detector, elcual muestra la amplitud de la señal en función de la energía de la radiación.

El espectro ideal obtenido con un detector de NaI(T l) se origina principalmente a partir de absorción foto-eléctrica y dispersión Compton; no existe producción de pares debido a que este proceso se da unicamentepara energías mayores a 1,022MeV . Debido a las absorciones fotoeléctricas, el espectro ideal mostraría unalinea delgada en la localización correspondiente a la energía de los rayos “ de la radiación; y debido a ladispersión Compton el espectro debe incluir una distribución de pulsos con amplitudes que van desde valo-res cercanos al cero hasta una amplitud máxima correspondiente a los electrones de retrodispersión[11]. Noobstante, estas características no son las obtenidas en los espectros reales, ya que diferentes factores influyenen la formación del espectro haciendo que lo que tendría que aparecer como lineas delgadas y como bordesagudos se muestre disperso según una distribución gaussiana.

En el caso de espectrometría de energia los factores mencionados en el parrafo anterior afectan la resoluciónenergética del detector, entendida como la capacidad del mismo para distinguir entre dos energías cercanas[21]. Los principales factores que influyen en la resolución energética se originan a partir de las siguientescaracteristicas del detector[11]:

1.5. INCERTIDUMBRES EN EL MONITOREO DEL 131I USANDO SONDAS DE CAPTACIÓN CONCRISTALES DE NAI(TL) 11

1. Variaciones estadísticas en el número de fotones producidos por keV de energía de radiación deposi-tada en el cristal, en el número de fotoelectrones y en el factor de multiplicación en el tubo fotomulti-plicador.

2. Variaciones en la sensibilidad del cátodo del tubo fotomultiplicador y en la eficiencia en la colecciónde la luz emitida desde el detector.

3. Respuesta no lineal del centelleador.

4. Ruido electrónico originado en el tubo fotomultiplicador y las fluctuaciones del voltaje aplicado altubo fotomultiplicador.

5. Colimación del detector.

Otra de las caracteristicas del detector que que se puede ver afectada es su eficiencia, entendida como lacapacidad del detector para convertir las emisiones provenientes de la fuente en señales útiles. Este aspecto,esta mas relacionado con la geometria empleada en las mediciones, por lo que se analiza en la siguienteseccion.

1.5. Incertidumbres en el monitoreo del 131I usando sondas de captación concristales de NaI(T l)

Como se mostró en la sección anterior, en el proceso de detección de la radiación con cristales de NaI(T l)se deben considerar diferentes factores que afectan la resolución energética del detector y la eficiencia deldetector. Cada uno de ellos introduce incertidumbres en el proceso de medida y puede ser tenido en cuentaen los análisis del espectro, ya que son los responsables de la forma que este toma.

En cuanto a la eficiencia, en undetector podemos distinguir entre la eficiencia intrínseca y la eficiencia geo-métrica. La eficiencia intrínseca es la fracción de la radiación incidente sobre el detector que interactúa conel mismo. Depende principalmente de la energía de la radiación incidente y de las dimensiones y la compo-sición del detector. Por su parte, la eficiencia geométrica depende de la configuración fuente-detector, y es laeficiencia con la cual el detector intercepta la radiación emitida desde la fuente. Básicamente está determina-da por el tamaño del detector, la distancia desde la fuente al detector y la colimación del detector[11]. En elproceso de monitoreo del 131I los factores que afectan la eficiencia geométrica del detector son la dispersióny atenuación de la radiación, el procedimiento de medida realizado sobre el individuo, la colimación del de-tector y el proceso de medida y de calibración del detector 1[15, 8]. Su influencia en la eficiencia geométricadel detector se explica brevemente a continuación:

1. Dispersión y atenuación de la radiación: parte de la radiación proveniente de la fuente puede serabsorbida o dispersada por los materiales que atraviesa antes de llegar al detector. La absorción dela radiación generalmente disminuye las cuentas registradas, mientras que la dispersión puede tantoaumentar como disminuir las cuentas. Dentro de los materiales que producen dispersión o atenuaciónse encuentran el colimador, el material contenedor del cristal y el tejido sobrepuesto a la tiroides:

1La estimación de la dosis se ve afectada por otros factores como el modelo biocinético del yodo, no obstante en este trabajosolo se analizan las incertidumbres originadas por la disposicion geométrica del sistema detector-tiroides, razón por la que no nosdetendremos a analizar estos aspectos.


a) Colimación del detector: el uso de un dispositivo colimador limita el campo de visión del detectory se justifica a partir de la necesidad de excluir la radiación proveniente de fuentes de radiacióndiferentes al órgano que se desea monitorear. La presencia del colimador puede aumentar odisminuir las cuentas en el detector, dependiendo de si la dispersión producida en él es hacia elcristal o alejandose de él[15].

b) Material protector del cristal: en el caso de los detectores de NaI(T l) este efecto toma relevanciacuando la energía de los rayos “ es menor a valores cercanos a los 50keV , ya que estos detec-tores por lo general tienen una ventana de entrada construida con una delgada capa de aluminioque atenúa los rayos “ de mas baja energía[11].

c) Tejido sobrepuesto a la tiroides: en este caso la radiación es atenuada por el tejido haciendo quelas cuentas disminuyan en el detector. Es un factor que no puede ser evitado ya que depende delas caracteristicas anatomicas del individuo monitoreado.

2. Procedimiento de medida y calibración del detector: durante el proceso de monitoreo la persona debepermanecer en posiciones fijas durante largos periodos de tiempo. Esto garantiza la reproducibilidad delas mediciones y la comparación de ellas con el proceso de calibración[8]. Este proceso de calibraciónse realiza con simuladores físicos que se asemejan a la anatomía promedio de un individuo y se realizabajo configuraciones geométricas fijas. Por tal razón, factores como el movimiento del individuo mo-nitoreado y las diferencias anatómicas pueden introducir variaciones en la eficiencia geométrica deldetector.

Los dos ítems anteriores muestran que el proceso de cuantificación de la actividad en la tiroides presentadiferentes fuentes de incertidumbre. Este hecho es relevante porque a partir del número de cuentas presentesen un intervalo energético del espectro se determina la actividad retenida en la glándula tiroides y se estimanla actividad incorporada y la dosis de radiación. Por tal razón, al cambiar la eficiencia geométrica del detectorse estará afectando el valor de la dosis estimada. Una forma de cuantificar la influencia de estos factores en laestimación de la dosis es por medio de la simulación del sistema detector-tiroides, de tal forma que se evalúela influencia de la variación de algunos factores geométricos que modifiquen los aspectos mencionadosanteriormente.

1.6. Magnitudes dosimetricas

Los protocolos de monitoreo se establecen para proteger a las personas expuestas a las radiaciones ionizantesde los efectos adversos de las mismas y buscan cuantificar la exposición a la radiación, para lo cual se usanconceptos como dosis absorbida, dosis equivalente, dosis efectiva y dosis comprometida. Estos se explicanbrevemente en los siguientes ítems:

1. Dosis absorbida [6]: la dosis absorbida se define como la medida de la energía depositada por unidadde masa. La unidad para la dosis absorbida es el Gy.

2. Dosis equivalente [6]: dependiendo del órgano expuesto a la radiación se tienen probabilidades dedaño biológico diferentes que dependen del tipo de radiación. Para cuantificar esto se introduce ladosis equivalente H

T

, definida como

HT

=

ÿ

R

wR

DT,R

(1.6)

1.6. MAGNITUDES DOSIMETRICAS 13

en donde DT,R

es la dosis media absorbida a partir de un tipo de radiación R en el volumen de unórgano o tejido T y w

R

es el factor de peso o de ponderación para la radiación.

3. Dosis efectiva[6]: la dosis efectiva es una cantidad que refleja los efectos estocásticos debido a la dosisen todos los tejidos y órganos del cuerpo. Se obtiene al sumar la dosis equivalente en cada tejidomultiplicada por el factor de ponderacion para el tejido, es decir se calcula como

E =

ÿ

T

wT

HT

, (1.7)

en donde wT

es el factor de ponderación para el tejido T y HT

es la dosis equivalente en dicho órganoo tejido.

Las magnitudes dosimétricas mencionadas anteriormente no son cantidades mensurables y por tanto parala evaluación de la dosis efectiva o la dosis se utilizan magnitudes operacionales que permiten estimar susvalores[6]. En el caso de las dosis de radiación originadas por incorporaciones de radionucleidos es posibleconsiderar la actividad retenida como la magnitud operacional, de tal forma que la dosis efectiva es calculadaa partir de este valor y de los coeficientes de dosis recomendados en cada caso[6, 22].

En los casos en los que los radionucleidos son incorporados durante largos periodos de tiempo se usa elconcepto de dosis comprometida. La dosis comprometida de un radionucleido incorporado es la dosis totalque se espera será impartida dentro de un lapso de tiempo especificado[6]. De este modo podemos hablar dedos tipos de dosis comprometida:

1. Dosis equivalente comprometida: es la suma de las dosis equivalentes recibidas por los órganos o teji-dos de una persona, desde el momento de la incorporación t0 hasta un instante de tiempo determinado· . Si no se especifica ese instante, se entiende que el cálculo se extiende a un período de 50 años paralos adultos o de 70 para los niños, los cuales representan los años de vida de trabajo de una personapromedio[8]. Se calcula a partir de la expresión[6]:

HT

(·) =

ˆt0+·

t0H

T

(t)dt (1.8)

2. La dosis efectiva comprometida es, por tanto, calculada a partir de la expresión[6]:

E(·) =

ÿ

T

wT

HT

(·) (1.9)

El uso de la dosis efectiva comprometida en cada año permite identificar cualquier acumulación po-tencial de radionucleido durante un periodo prolongado de exposición, de tal forma que se tomen lasmedidas necesarias para el cumplimiento de los límites de dosis[8].

Como se mencionó anteriormente, la magnitud operacional para los casos de incorporación de radio-nucleidos es la actividad retenida (A

m

) por la persona y a partir de este valor se estima la actividadincorporada (A0). La actividad incorporada para un cierto radionucleido j se determina a partir delvalor de A0 y del valor recomendado para la fracción de incorporación retenida un tiempo t despuésde la incorporación, m(t). Para un radionucleido j se tienen entonces que

A0,j

=

Am,j

mj

(t)(1.10)


Una vez se ha estimado este valor se calcula la dosis efectiva comprometida E(50) usando la ecuación

E(50) =

ÿe(g)

j,inh

·A0,j,inh

+

ÿe(g)

j,ing

·A0,j,ing

(1.11)

en donde e(g)

j,inh

y e(g)

j,ing

son los coeficientes de dosis efectiva comprometida por incorporacionesde actividad por inhalación e ingestión del radionucleido j, respectivamente.

Cap´ıtulo 2Simulación de una sonda de captación concristal de NaI(T l)

Teniendo en cuenta que en un programa de monitoreo de 131I la dosis efectiva comprometida se estima apartir de la actividad retenida en la glándula tiroides(Sec. 1.6); y que esta actividad puede presentar incerti-dumbres cuando se cuantifica a partir del uso de sondas de captación con cristal de NaI(T l) (Secs. 1.4.3 y1.4.3), en el presente capítulo se muestra el procedimiento seguido para simular el sistema detector-tiroidesjunto con la metodología seguida para reproducir el comportamiento del mismo. Dado que la detección de laradiación implica procesos de interacción aleatorios, es adecuado realizar la simulación usando un métodoMonte Carlo, por lo cual se da una breve introducción teórica a este tipo de métodos y en el método MonteCarlo GEANT ≠4.

Con el fin de identificar los principales parámetros necesarios para la simulación, se muestra un resumen delprocedimiento de calibración de la sonda de captación con una fuente de 133Ba y de su relación con el calculode la dosis efectiva comprometida; así como las principales características de los materiales utilizados, comolo son la sonda de captación CAPTUS 3000 y el simulador de tiroides ANSI/IAEA. Finalmente se indicacomo se realiza el ajuste en resolución electrónica para obtener el espectro del 133Ba y se describe el métodopara variar las condiciones geométricas del sistema.

2.1. Códigos Monte Carlo

Los códigos Monte Carlo son métodos para aproximar la solución a problemas físicos o matemáticos usandovariables aleatorias, de tal forma que la precisión de la solución puede ser controlada en términos del errorde una distribución de probabilidad.

En las aplicaciones que son de interés para este trabajo, la trayectoria seguida por una partícula puede tomarsecomo una secuencia de desplazamientos libres que terminan en un evento de interacción en el cual la partículacambia su dirección, pierde energía o libera partículas secundarias. La probabilidad de ocurrencia de estoseventos se define a partir de secciones eficaces, de la energía de la partícula y de la disposición geométricadel sistema. El proceso, por tanto, involucra problemas de naturaleza estocástica, lo cual se logra a partirde métodos numéricos que generan números aleatorios y muestrean distribuciones de probabilidad[23, 24].Cuando el problema simulado involucra fenómenos aleatorios e involucra radiación los métodos se conocencomo métodos Monte Carlo de transporte de radiación. Dentro de estos últimos se pueden mencionar los

16 CAPÍTULO 2. SIMULACIÓN DE UNA SONDA DE CAPTACIÓN CON CRISTAL DE NAI(TL)

métodos Monte Carlo PENELOPE, MCNP, NOREC y GEANT4 entre otros [23]. La principal desventajade estos métodos radica en que para aumentar la precisión de los resultados obtenidos deben realizarse masmuestreos o eventos que simulen el fenómeno deseado, lo cual requiere de mucho poder de procesamiento yproduce un incremento en los tiempos de computo [23].

2.1.1. Formulación general de Monte Carlo

En los procesos de naturaleza estocástica no es posible predecir con certeza la salida de cada proceso in-dividual, pero el proceso si puede ser caracterizado por un comportamiento promedio y una incertidumbreestadística apropiada.

La salida resultado de un proceso físico puede ser tanto discreta como continua, por lo que para obteneruna muestra de la salida de un proceso físico a partir de un proceso computacional es necesario identificarlas posibles salidas, sus tipos y sus probabilidades(estas salidas constituyen variables aleatorias), generarnúmeros aleatorios y obtener una formulación que relacione las variables aleatorias y los números aleatorios.En estos caso, para cualquier variable aleatoria (x), se definen dos funciones:

1. La función densidad de probabilidad(pdf): la función densidad de probabilidad p(xn

) es la probabili-dad de que una salida de un proceso aleatorio sea x

n

. Esta normalizada, de tal forma que la probabili-dad de obtener cualquiera de las posibles salidas es uno.

2. La función de distribución acumulativa(cdf): es la probabilidad de que la salida o variable aleatoriadel proceso tenga un valor que no exceda x

n

.

a) Variables discretas: si x es una variable aleatoria discreta y la función densidad de probabilidades p(x), entonces la cdf es definida como

P (xn

) =

nÿ

i=1p(x

i

)

b) Variables continuas: si x es una variable aleatoria definida en un rango [a,b], la función densidadde probabilidad p(x)dx, es la probabilidad de que la variable aleatoria x tome un valor en elrango x+dx, la cdf es definida por

P (x) =

ˆx

a

p!xÕ"dxÕ

De otro lado, los números aleatorios son definidos como una secuencia de números(÷n

) cuya principal ca-racterística es que el termino ÷

n+1 no puede ser predicho a partir de los números previos de la secuencia.

En una simulación Monte Carlo el objetivo es simular un proceso físico en el que se conoce la física básica,es decir que se conocen las pdfs de los procesos involucrados. Si se logra generar los números aleatorios, loque se busca con el método Monte Carlo es obtener la variable aleatoria (x) a partir de p(x). Esto se realizapor diferentes métodos, entre los que se encuentran los métodos de inversión de población, de inversiónnumerica, de mezclado de probabilidad y la técnica de rechazo, entre otros.

2.2. SIMULACIÓN DEL PROCESO DE MONITOREO DEL 131I 17

2.1.2. El código Monte Carlo GEANT ≠4 y ROOT

GEANT ≠4 es un conjunto de herramientas desarrollado en C ++ para simular física de partículas y trans-porte de radiación. Es usado para diferentes aplicaciones médicas ya que por su capacidad para simular lainteracción radiación materia permite analizar las interacciones involucradas en una geometría determinada.Por esta razón es útil, por ejemplo, en el estudio de detectores de radiación y de su eficiencia.

De otro lado,se utilizo el sofware ROOT en el análisis de datos, ya que es un sistema que proporcionaherramientas que permiten trabajar de manera eficiente en la creacion de histogramas a partir de las carac-teristicas de los datos y permite hacer ajustes de gráficas. En este caso se uso para guardar datos como laenergía depositada en el detector y la posición del detector respecto al phantom, permitiendo distribuir en unhistograma la energía depositada por las particulas que incidieron en el detector .

2.2. Simulación del proceso de monitoreo del 131I

El proceso de monitoreo de la glándula tiroides usando cristales de NaI(T l) exige una calibración previa deldetector que se lleva a cabo en una configuración geométrica especifica. Los parámetros adquiridos en eseproceso son usados en el calculo de la dosis efectiva comprometida, por lo que al medir la captación tiroideade los TOEs la geometría utilizada debe ser igual a la geometría de calibración, situación que no se puedellevar a la practica debido a las variaciones anatómicas de los individuos y a los largos tiempos durante losque se realizan las medidas.

Para estudiar la influencia de la configuración geométrica se simuló el sistema bajo las condiciones de ca-libración, de tal forma que el espectro obtenido en la simulación fuera similar al obtenido de manera ex-perimental. Posteriormente se variaron algunos de los parámetros geométricos y se analizó el porcentaje devariación en el numero de eventos detectados con respecto a la geometría de calibración. Teniendo en cuentaesto, en la sección 2.2.1 se da un breve resumen de la metodología de calibración, del proceso para estimar ladosis efectiva comprometida y de las características de los materiales y equipos utilizados que son relevantespara la simulación. En las secciones 2.2.2 a 2.3.2 se muestran los pasos básicos para construir la geometríadel sistema, realizar el ajuste en resolución y lograr las variaciones geométricas que nos interesan.

2.2.1. Proceso de calibración de la sonda de captación

2.2.1.1. Materiales y equipos

La calibración de la sonda de captación se realiza con el simulador de tiroides ANSI/IAEA, una fuentede 133Ba y dos fuentes tipo lápiz de 137Cs y 152Eu. Las fuentes tipo lápiz son usadas para las calibracionesen energía y linealidad y para la prueba de constancia. El simulador de tiroides y la fuente de 133Ba sonusados para medir el factor de calibración para 131I con 133Ba, en la geometría usada durante el monitoreode tiroides. Este isotopo es usado debido a que es un emisor gamma con un pico de energía similar al del131I , el cual es de 356keV y que corresponde a un porcentaje de desintegración del 62,05% [?]. La principaldiferencia entre ellos, que es de nuestro interés, es que el 133Ba tiene una vida media de 10,51 años, muchomayor que la del 131I .

De otro lado, la sonda de captación que se simula en esta trabajo es la sonda CAPTUS 3000, cuyo funciona-miento esta basado en un detector centelleador cilíndrico de NaI(T l) herméticamente sellado en aluminio,con 5,1cm de diámetro por 5,1cm de alto. El cristal se encuentra ensamblado dentro de un colimador de plo-mo que cumple con el estándar ANSI N44.3-1973, y conectado a un tubo fotomultiplicador y a un analizador


multicanal de 1024 canales. Adicional a esto, el sistema CAPTUS 3000 cuenta con el software necesario pa-ra grabar y manipular los datos medidos [25]. El equipo es mostrado en la figura 2.1 y las dimensiones delcolimador se muestran en la tabla 2.1.

Figura 2.1: Sistema de detección CAPTUS 3000 y colimador (Imagen adaptada a partir de “CAPINTEC, INC.Captus. Family of thyroid uptakes.”)

Dimensión Valor(±0,1cm)Largo total 44,5

Espesor 0,8Diámetro externo en la parte superior 11,3Diámetro externo en la parte inferior 9,6

Profundidad en la que inicia el detector 16,6Tabla 2.1: Especificaciones del colimador presente en el sistema CAPTUS 3000.

Dentro del proceso de calibración es necesario el uso de un phantom que simule la anatomía de un serhumano, en este caso esta construido en PMMA, tiene una forma cilíndrica y unas dimensiones de 127cmde alto y 127cm de diámetro. Para simular una geometría similar a la de la tiroides emitiendo radiación, elphantom cuenta con un orificio de 30mm de diámetro en el cual se introduce la fuente radiactiva que sedesea estudiar. En la figura 2.2 se muestra el phantom utilizado junto con sus dimensiones mas importantes.

Figura 2.2: Phantom ANSI/IAEA y sus dimensiones(Imagen tomada de Ghare V. et al. COUNTING EFFI-CIENCY OF WHOLE-BODY MONITORING SYSTEM USING BOMAB AND ANSI/IAEA THYROIDPHANTOM DUE TO INTERNAL CONTAMINATION OF 131I, Radiation Protection Dosimetry, 2013[2])

2.2. SIMULACIÓN DEL PROCESO DE MONITOREO DEL 131I 19

2.2.1.2. Procedimiento de calibración

1. Calibración en energía, linealidad y prueba de constancia

La calibración de la sonda de captación implica realizar dos procesos para calibrar en energía y enlinealidad y una prueba de constancia. Las dos primeras se realizan con la función de autocalibracióndel detector y con las fuentes de 137Cs y 152Eu, respectivamente. En cada caso la fuente es colocadasobre la ventana que protege al cristal de NaI(T l) durante tiempos aproximados de 60s y 150s encada caso[17]. La prueba de constancia compara la actividad medida con la actividad calculada pordecaimiento y se realiza de manera similar a los dos procedimientos anteriores, pero esta vez se usa lafuente de 137Cs. Con estas pruebas se busca verificar factores como la energia por canal, que debe serigual a 2keV ; y de otros factores que determinan el correcto funcionamiento de la sonda de captación.

2. Factor de calibración para 131I con 133Ba

Este factor de calibración permite encontrar una eficiencia equivalente para calcular la actividad de131I retenida en la tiroides, teniendo en cuenta que los procesos de calibración son realizados con lafuente de 133Ba. La actividad retenida de 131I

1A

m,

131I

2, se calcula a partir de la expresión:

Am,

131I

=

cps

Eeq,

131I

(2.1)

En donde Eeq,

131I

es la eficiencia equivalente y cps es el numero de cuentas de 131I obtenidas a partirdel proceso de medida. La eficiencia equivalente se obtiene a partir de los siguientes pasos[17]:

a) En el software del detector se selecciona una ventana de energía desde 242keV hasta 435keV. Se realiza la medición de fondo y se ubica el simulador de tiroides a 1cm de la parte exteriordel colimador, con la fuente de 133Ba ubicada en su interior. Se toma el espectro de la fuente debario y se de determina el numero de cuentas en la ventana, C

V

.

b) Se realiza una corrección por retrodisperción tomando dos ventanas de energía adyacentes a laventana seleccionada en el punto anterior. El ancho de cada ventana debe ser la mitad de laventana principal y se determinan las cuentas en las ventanas adyacentes, C

A

. El numero decuentas netas, C

N

, en la ventana energética de interés es por tanto

CT

= CV

≠CA

c) Se calcula la eficiencia energética del detector, E133Ba

, para las emisiones del 133Ba en el inter-valo de energía seleccionado, usando la ecuación

E133Ba

=

CT

T ·A ·q

y133Ba

(2.2)

En donde T es el tiempo de conteo en segundos, A es la actividad de la fuente en Bq yq

y133Ba

es la proporción de emisiones dentro del rango de energía seleccionado, que en este caso es iguala 0,9649 .

d) Se calcula Eeq,

131I

como la energía en la cual la tasa de conteo es igual para ambos radionuclei-dos, de forma que

Eeq,

131I

= E133Ba

qy131

Iqy133

Ba

(2.3)


2.2.2. Geometría simulada

La calibración de la sonda captación implica una geometría especifica de medida y los parámetros calculadosa a partir de ella son usados para la estimación de la dosis efectiva comprometida. Por tanto, se simuló enGEANT ≠ 4 la geometría de calibración, lo cual se corresponde con la sonda de captación y el simuladorde tiroides de acuerdo a las dimensiones y especificaciones dadas en la sección 2.2.1.1.

En el proceso de simulación se crearon los volúmenes geométricos, lógicos y físicos, los cuales son descritosbrevemente a continuación:

1. Volúmenes geométricos: son las dimensiones y formas involucradas en la simulación. En este casoson el detector, la cubierta de aluminio en la que se encuentra el detector, el colimador, el phantom yla fuente radiactiva. Algunas de las dimensiones geométricas fueron estimadas a partir de diferentesfuentes bibliográficas ya que no eran facilitadas por el fabricante y no era posible medirlas directa-mente. Este fue el caso de la cubierta interior de cobre en el colimador y de la capa de aluminio queprotege al cristal de NaI(T l).

2. Volumen lógico: se construye a partir de la geometría mas los materiales involucrados en ella. Estosmateriales fueron tomados de los estándares NIST, disponibles en Geant4 Material Database . Losmateriales utilizados se muestran en la tabla2.2.

Volumen geométrico Material Nombre(NIST )

Detector NaI(T l) G4_SODIUM_IODINECubierta del detector Aluminio G4_Al

Colimador(parte externa) Plomo G4_PbColimador(cubierta interior) Cobre G4_Cu

Fuente Bario o Yodo G4_Ba o G4_ITabla 2.2: Materiales usados en la simulación

El material PMMA no se encuentra dentro de las bases de datos del NIST, luego fue construido apartir de la composición porcentual de los materiales que lo forman. En este caso las proporcionesusadas fueron 33% de carbono, 53% de hidrogeno y 13% de oxigeno.

3. Volumen físico: esta constituido por el volumen lógico mas su ubicación en el espacio. La geometríacompleta, simulada en Geant≠4 ,se muestra en la figura 2.3.

2.2.3. Física utilizada y generadores primarios

Para la simulación se usó la lista LBE, ya que esta incluye los procesos electromagnéticos estándar y la físicacorrespondiente a los decaimientos nucleares; aspectos que son necesarios para que la simulación tenga encuenta las interacciones de los rayos “ con los equipos presentes en el proceso de calibración y los procesosde desintegración del yodo y del bario.

De otro lado, dentro de las herramientas con las que cuenta GEANT ≠ 4 se encuentra el General ParticleSource (GPS) el cual fue utilizado para tener una distribución volumétrica de 131I o 133Ba, según corres-pondiera en la simulación. Esto permitió, en cada caso, que los eventos primarios fueran núcleos de 131I o de133Ba, que se encontraban en reposo y distribuidos en el volumen geométrico correspondiente a la fuente.

2.3. VALIDACIÓN DE LA SIMULACIÓN 21

Figura 2.3: Geometría simulada en GEANT ≠4 para el sistema detector-tiroides.

2.3. Validación de la simulación

Para validar la simulación se tomo el espectro en la geometría de calibración y con los parámetros extraidosde él se simulo un espectro de 133Ba, bajo las mismas condiciones experimentales, usando GEANT ≠ 4.Para obtener el espectro usando la simulación es necesario realizar un ajuste en la resolución del espectrosimulado, de tal forma que se produzcan las distribuciones gausianas propias del espectro experimental.

2.3.1. Ajuste en resolución para el espectro

Como se menciono en la sección 1.4.3, son diversos los factores que afectan la resolución del detector. Laresolución se da en términos del FWHM (Full Width at Half Máximum); y para una energía dada E y unvalor �E = FWHM , se obtiene a partir de la expresión

Resolucion © R =

�E

E(2.4)

Al incluir las variaciones estadísticas en el numero de fotones producidos por keV de energía depositada en elcristal, se tiene que si w es la energía promedio para producir una ionización, el numero de ionizaciones estadado por E/w, por lo que un incremento en la energía incrementa el numero de ionizaciones produciendofluctuaciones en la resolución energética[21]. Si se considera que la energía de la radiación no ha sidototalmente absorbida, se tiene que el numero de reacciones esta dado por una distribución de Poisson, yla dependencia de la resolución con la energía esta dada por la expresión

R =

kÔE

(2.5)

En donde k es la constante de proporcionalidad entre la resolución del detector y la energía de la radiaciónincidente. Comparando las ecuaciones 2.4 y 2.5 se calcula k, de tal forma que puede ser utilizada paradispersar los datos en la simulación y de esta forma obtener el espectro. La dispersión de los datos se realizaconvolucionando los datos con una gaussiana.


2.3.2. Variación de la configuración geométrica

Para evaluar la influencia de la configuración geométrica del sistema detector-tiroides se analizaron tresparámetros :

1. La distancia phantom detector

2. El desplazamiento vertical del phantom con respecto al detector

3. La profundidad de la fuente medida desde el vértice del phantom mas cercano al detector

4. La rotación del phantom respecto al eje del detector

Cada uno de estos parámetros fue modificado como se indica en la tabla 2.3. Se tomó como volumen sensitivoel cristal del detector, se contó el numero de partículas que interactuaban con él y se almacenó la informaciónde la energía depositada en ese volumen sensitivo.

Configuración Rango de variación Intervalo de variaciónDistancia phantom-detector 0,1cm Æ x Æ 20,1cm 1cm

Desplazamiento horizontal del phantom ≠5cm Æ y Æ 5cm 1cmProfundidad de la fuente dentro del phantom 1,15cm Æ d Æ 6,15m 0,5cm

Rotación del phantom respecto al eje z ≠45

o Æ ◊ Æ 45

o

5

o

Tabla 2.3: Posiciones utilizadas en la variación de la configuración geométrica

Las diferentes configuraciones geométricas mostradas en la tabla 2.3, dentro de la simulación se utilizó unmessenger, el cual permite definir opciones adicionales en la interfaz de usuario; que en nuestro caso seutilizaron para abrir la geometría, mover el detector o la fuente y cerrar la geometría nuevamente.

2.3.3. Estimación del error relativo en el método Monte Carlo

Una vez se realiza la simulación se calcula la incertidumbre estadística de la misma, lo cual se hace teniendoen cuenta que los eventos simulados se ajustan a una distribución de Poisson. En una distribución de Poissonel numero medio de eventos es N y la desviación estándar de la distribución esta dada por ‡ =

ÔN , el error

relativo se calcula a partir de

%‘ =

‡

N

Es decir que la incertidumbre estadística obtenida en la simulación esta dada por la expresión

%‘ =

1ÔN

(2.6)

Cap´ıtulo 3Resultados y análisis

En este capítulo se muestran los resultados obtenidos en la simulación realizada, junto con el análisis de losmismos y la evaluación de su influencia en la dosis efectiva comprometida.

Inicialmente se muestra la validación de la simulación comparándola con un espectro experimental de 133Baobtenido en la configuración geométrica de calibración de la sonda, y en las siguientes secciones se muestranlos resultados obtenidos al variar variar la geometría del sistema. Los resultados obtenidos se resumen encuatro gráficas en función del parámetro que se modificó en cada caso.

Con respecto a cada uno de los resultados obtenidos, y la metodología seguida en la obtención de ellos, esimportante mencionar lo siguiente:

1. Entendiendo la razón de conteo como el número de eventos detectados en cada punto respecto a laconfiguración de calibración, en cada gráfica se muestra la razón de conteo en función del parámetrogeométrico que se modifico en cada caso.

2. Todas las gráficas están normalizadas con respecto a la razón de conteo en la geometría de calibración.

3. Cada punto de las gráficas fue obtenido a partir de la simulación de 10

6 decaimientos, excepto en elcaso del espectro del bario, en el cual se simularon 10

7 decaimientos.

4. La simulación se corrió en LXPLUS service, el cual es un cluster para los usuarios del CERN quecuenta computadores corriendo con Scientific Linux CERN6 en modo de 64bits. El tiempo decomputo aproximado promedio para cada punto fue de 17h.

5. Para optimizar el tiempo de calculo, cada gráfica se obtuvo corriendo la simulación en paralelo, usandoservidores independientes.

6. En el caso para el que la incertidumbre estadística fue mas alta, el número de eventos detectados fueigual a 1160. Usando la ecuación 2.6, se obtiene un valor aproximado del 3% para la incertidumbreestadística

3.1. Validación de la simulación

Para validar la simulación se tomó el espectro experimental del 133Ba en la geometría de calibración(Fig.3.1). A partir del pico principal de este espectro se calculó la constante de proporcionalidad k (Ecuación

24 CAPÍTULO 3. RESULTADOS Y ANÁLISIS

2.5); para lo cual se ajustó una gaussiana al pico principal y se encontró la resolución en esa energía. Segúnlo indicado en la sección 2.3.1 se obtuvo que el valor de k es igual a 15,46.

Figura 3.1: Espectro experimental obtenido en la geometría de calibración para el 133Ba. En el recuadrosuperior se muestra el espectro en la ventana de energía usada para el proceso de obtención del factor decalibración de la sonda.

Con este valor de k se realizó la convolucion de la energía depositada en el detector con una función gaussianay se realizó la gráfica de cuentas V s. E , que permitió obtener el espectro simulado. En la gráfica 3.2 semuestra el espectro experimental junto con el espectro obtenido a partir de la simulación en el rango deenergía usado en el proceso de calibración. En esta gráfica es fácil ver que el espectro simulado se ajusta alexperimental en la región entre 240keV y 440keV del 133Ba. A energías mas bajas la concordancia entrelos dos espectros disminuye considerablemente pero no se muestra acá debido a que la región que revisteinterés para nuestro estudio es la mostrada en este rango de energía.

Las diferencias que se observan entre los espectros puede ser atribuidas, entre otras cosas, a que en la simu-lación realizada se estimaron valores como el grosor de la cubierta de aluminio que protege al detector, elcual puede afectar el número de cuentas detectadas porque los fotones de baja energía pueden ser absorbidosen el aluminio.

3.2. Variación de la geometría de conteo

Como se mencionó en la sección 2.3.2, en la geometría de conteo se variaron algunas características geo-métricas del sistema. Los resultados obtenidos y los respectivos análisis se muestran en las siguientes cuatrosecciones.

3.2.1. Variación de la distancia phantom-detector

La figura 3.3 ilustra la configuración geométrica utilizada al cambiar la distancia phantom detector, mostran-do el punto mas cercano y el punto mas lejano que se utilizó en la simulación. Los puntos intermedios fueron

3.2. VARIACIÓN DE LA GEOMETRÍA DE CONTEO 25

Figura 3.2: Comparación del espectro experimental y del espectro simulado en el rango de energía corres-pondiente a la ventana usada en el proceso de calibración de la sonda.

obtenidos dividiendo la distancia de separación entre ellos en intervalos de 1cm.

Figura 3.3: Vista lateral de los puntos extremos tomados para la distancia phantom-detector. El intervalo devariación fue en el intervalo fue 1cm

Los resultados obtenidos se muestran en la gráfica 3.4. Se observa que el número de cuentas disminuye amedida que aumenta la separación entre el detector y la fuente. A partir de la gráfica es fácil concluir que


a mayor distancia de separación se tendrá menor razón de conteo. No obstante al analizar lo que ocurrecon la tres primeras distancias simuladas se observa que una variación de 1cm acercandose al detectorincrementa la razón de conteo en un 20% aproximadamente; mientras que en el caso de un movimiento de1cm alejandose del detector la variación en la razón de conteo es de un 15% aproximadamente. Teniendo encuenta que a mayor número de cuentas por segundo se tendrá una dosis efectiva comprometida mayor(Secs.1.6 y 2.2.1.2), vemos que un movimiento hacia adelante va a sobrestimar la dosis efectiva comprometida yque un movimiento hacia atrás la va a subestimar. Desde el punto de vista de la protección del individuoexpuesto a la radiación, puede resultar mas conveniente sobrestimar la radiación, por lo que debe restringirsela posibilidad de que la persona monitoreada se mueva hacia atrás. No obstante, se deben establecer controlespara evitar que la dosis efectiva comprometida sea sobrestimada debido a los movimientos que puede realizarla persona al acercarse al detector.

Figura 3.4: Razón de conteo en función de la distancia phantom-detector

3.2.2. Desplazamiento horizontal del phantom respecto al detector

La figura 3.5 se muestran las posiciones ocupadas por el detector en el intervalo de variación para el despla-zamiento lateral. De otro lado, la gráfica de la razón de conteo en función del desplazamiento horizontal delphantom se muestra en la figura 3.6.

Figura 3.5: Vista superior de los puntos extremos tomados para el desplazamiento horizontal del phantomrespecto al detector. El intervalo de variación fue de 1cm.

3.2. VARIACIÓN DE LA GEOMETRÍA DE CONTEO 27

Figura 3.6: Razón de conteo en el detector con respecto a la geometría de calibración en función del despla-zamiento horizontal del detector

Al analizar los resultados obtenidos se observa que la mayor variación en el número de eventos detectados seda en los puntos extremos del intervalo utilizado, los cuales son los limites del campo de visión del detector.En este caso el porcentaje de disminución en la razón de conteo es del 76% con respecto a lo obtenido enla posición de calibración. No obstante, si se analizan los cambios obtenidos en puntos mas cercanos a lageometría de calibración, se nota una fuerte disminución en el porcentaje de variación de la razón de conteo;en el caso 3cm el porcentaje de variación es aproximadamente un 20%, mientras que si el desplazamientohorizontal máximo es de dos centímetros dicho porcentaje se reduce a menos del 10%.

3.2.3. Rotación de la fuente

Las figuras 3.8 y 3.8 muestran la configuración geométrica utilizada y los resultados obtenidos cuando secambió el ángulo de rotación del phantom.

Al analizar los resultados mostrados en la gráfica 3.8 se observa que el porcentaje de variación de la razónde conteo presenta un valor máximo de 36% con respeto a la posición de calibración. En este caso se tienetal vez el factor que menos afecta el proceso de monitoreo. No obstante es importante mencionar que paraángulos mas grandes no se evaluó la influencia de dicha variación. Algo para resaltar es que, en el intervalo deángulos analizados, un cambio de 5

o en posiciones cercanas a la geometría de calibración se ve reflejado enun porcentaje de variación similar al que se da para posiciones mas alejadas de la geometría de calibración.


Figura 3.7: Vista superior de la configuración geométrica utilizada para evaluar la influencia de la rotacióndel phantom. El ángulo se modificó entre estas dos posiciones en intervalos de 5

o

Figura 3.8: Razón de conteo en función del ángulo de rotación del phantom

3.2.4. Variación del tejido sobrepuesto

En este caso se muestran los resultados en la figura 3.10 y los puntos extremos en los que se cambio elintervalo se muestran en la figura 3.9. En este caso se observa una disminución de la razón de conteo a medida

3.3. ANÁLISIS DE LA INCERTIDUMBRE EN EL CALCULO DE LA DOSIS EFECTIVACOMPROMETIDA 29

que se incrementa el grosor del tejido sobrepuesto, es decir, la profundidad de la fuente dentro del phantom.Esta disminución se origina a partir de la atenuación que sufre la radiación en el PMMA. En este caso seobserva que la influencia del tejido sobrepuesto es uno de los factores mas relevantes en el monitoreo de latiroides ya que para una cambio en profundidad desde 1,15cm hasta 6,15cm, se obtiene una variación deaproximadamente el 64% de la razón de conteo en la geometría de calibración. A diferencia de los factoresanalizados hasta este punto, en los procedimientos de monitoreo es posible establecer un mecanismo decorrección que tenga en cuenta el tejido sobrepuesto, para esto debe establecerse un mecanismo que permitaestimar la profundidad de la tiroides en el cuello del TOE, de tal forma que se disminuya la influencia quetiene este factor. Adicional a esto y a diferencia de los demás factores evaluados en este trabajo, los cualesevalúan variaciones que se presentan en cortos periodos de tiempo, el grosor del tejido sobrepuesto es unfactor que permanece constante durante todo el proceso de medida, por lo que las variaciones en la razón deconteo pueden ser muy cercanas a las mencionadas acá.

Figura 3.9: Vista superior de la configuración geométrica con los puntos extremos usados para evaluar lainfluencia de la profundidad de la fuente en el phantom. La profundidad se cambio en intervalos de 0,5cm.

3.3. Análisis de la incertidumbre en el calculo de la dosis efectiva compro-metida

Los máximos porcentajes de variación en la razón de conteo, para cada uno de los parámetros geometricosanalizados en la sección anterior, se resumen en la tabla 3.1.

Parámetro geométrico Simbolo para el error máximo Porcentaje de variaciónDistancia phantom-detector ‘

pd

57%(a 6cm)Desplazamiento horizontal ‘

h

76%

Profundidad de la fuente ‘pf

64%

Rotación ‘◊

36%

Tabla 3.1: Máximos porcentajes de variación para cada parámetro geométrico modificado


Figura 3.10: Eventos detectados en función del tedio sobrepuesto

El proceso para calcular la dosis efectiva comprometida hace uso de la actividad retenida en la tiroides, lacual es calculada con la ecuación 2.1. En esta ecuación se observa que la actividad retenida depende dedos factores, los cuales son las cuentas por segundo y el coeficiente de calibración. Una vez determinada laactividad retenida se calcula la dosis efectiva comprometida usando las ecuaciones 1.10 y 1.11, es decir que,si se asume que los respectivos coeficientes para el calculo de dosis son exactos y no se toma en cuenta laincertidumbre en el coeficiente de calibración, solo se tendrá una incertidumbre originada en el número decuentas por segundo, valor que se ve afectado por la configuración geométrica del sistema detector-tiroides.

En los resultados de la simulación se normalizó la razón de conteo con la obtenida en la geometría decalibración y se tomó como parámetro de análisis. Esta razón de conteo es el número de eventos detectadosy por tanto su variación debe corresponder con la variación en el número de cuentas medidas en un intervalode tiempo dado. De esta forma, la incertidumbre en la dosis efectiva comprometida, originada por cada factorgeométrico es igual al porcentaje mostrado en la tabla 3.1. Al considerar la contribución total de cada factorgeométrico a la incertidumbre de la dosis efectiva comprometida(‘

T

) se obtiene que

‘T

=

Ò(‘

pd

)

2+(‘

h

)

2+(‘

pf

)

2+(‘

◊

)

2

=

Ò5,72

+7,62+6,42

+3,62

= 12

Por tanto la contribución a la incertidumbre de las variaciones en la configuración geométrica es del 12%.Como se muestra en las gráficas 3.4, 3.6, 3.10 y 3.8, la razón de conteo disminuye cuando se presentanvariaciones geométricas, luego lo que esta ocurriendo es que debido a estos factores es probable que la dosisefectiva comprometida sea subestimada.

Cap´ıtulo 4Conclusiones y recomendaciones

A partir de los resultados obtenidos en este trabajo se ha evidenciado que el proceso de monitoreo del perso-nal ocupacionalmente expuesto presenta diferentes fuentes de error que están relacionadas con los paráme-tros geométricos del sistema detector-tiroides. La variación individual de cada parámetro estudiado produceincertidumbres superiores al 36% del valor de la dosis efectiva comprometida que se estima mediante losprotocolos de monitoreo. Estas incertidumbres dependen de la característica geométrica que se esta anali-zando, siendo las mas influyente de todas ellas el grosor del tejido sobrepuesto a la tiroides. Para disminuirlos errores relacionados con este factor se sugiere que como parte de la implementación del protocolo demonitoreo se realice una estimación del grosor del tejido sobrepuesto a la tiroides del TOE, para, con esevalor, realizar una corrección en el numero de cuentas medidas por el detector. El factor de corrección puedeser determinado por los métodos de simulación expuestos en este trabajo.

El siguiente factor que presenta una influencia significativa en el proceso de monitoreo es la distanciaphantom-detector, en este caso el efecto es diferente cuando el TOE se acerca al detector o cuando se aleja deél. Si se analiza este aspecto desde el punto de vista de la protección radiologica del TOE, la situación mas re-levante se presentaría cuando la persona se aleja del detector, ya que esto se ve reflejado en una disminuciónen las cuentas detectadas y, por tanto, en una subestimación de la dosis efectiva comprometida. Teniendoen cuenta esto se sugiere que en el proceso de medida debe evitarse, principalmente, que el individuo sepueda alejar del detector con facilidad. En el otro caso, el aumento en las cuentas detectadas provocará quese sobrestime la dosis efectiva comprometida, por lo que la configuración geométrica de medida debe seruno de los aspectos a revisar cuando se sobrepasa el nivel de investigación.

De otro lado, el desplazamiento lateral produce variaciones en la tasa de conteo que son muy altas en lospuntos extremos del campo de visión del detector(alrededor del 75%), pero esta variación disminuye avalores cercanos al 10% cuando el desplazamiento es menor a 3cm. El ángulo de rotación es el que menosinfluencia presenta en la tasa de conteo, aunque no puede ser despreciado ya que el mayor porcentaje devariación de la razón de conteo es del 36%.

En general, si en el proceso de monitoreo no es posible aplicar correcciones que disminuyan el efecto de losfactores mencionados anteriormente, se tiene que la contribución total a la incertidumbre en la dosis efectivacomprometida es del 12% con respecto a la geometría de calibración. Por lo tanto, al calcular la dosis efectivacomprometida se debe incluir este valor en la incertidumbre de la misma, ya que esto puede ser determinanteal momento de establecer acciones de vigilancia o corrección de las practicas de manipulación del 131I .

Finalmente, es importante mencionar que la variación en la razón de conteo originada por cada uno de losfactores geométricos analizados en este trabajo surge, principalmente, a partir de dos fenómenos fisicos

32 CAPÍTULO 4. CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES

relacionados con la interacción radiación materia. El primero de ellos, y que toma mayor relevancia cuandose analiza la influencia del tejido superpuesto a la tiroides, es la atenuación de la radiación. El segundo esla dispersión de la radiación. Algunos factores adicionales a tener en cuenta surgen al considerar que lavariación geométrica del sistema cambia factores determinantes en la detección de la radiación, como lo sonel ángulo solido y el grosor efectivo del detector, ya que no todos los fotones lo van a a atravesar de maneraperpendicular.

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de la ricardo muñoz ibañez de grado... · resumen en este trabajo se muestra el proceso seguido...

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